Un reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGR) es un tipo de reactor nuclear refrigerado por gas que utiliza combustible de uranio y moderación de grafito para producir temperaturas de salida del núcleo del reactor muy altas . [1] Todos los reactores HTGR existentes utilizan refrigerante de helio . El núcleo del reactor puede ser un "bloque prismático" (que recuerda a un núcleo de reactor convencional) o un núcleo de " lecho de guijarros ". China Huaneng Group opera actualmente HTR-PM , una planta de energía HTGR de 250 MW en la provincia de Shandong , China.
Las altas temperaturas de funcionamiento de los reactores HTGR permiten potencialmente aplicaciones como la producción de calor de proceso o de hidrógeno a través del ciclo termoquímico azufre-yodo . Una propuesta de desarrollo del HGTR es el reactor de muy alta temperatura (VHTR) de Generación IV , que inicialmente funcionaría con temperaturas de 750 a 950 °C.
El uso de un reactor de alta temperatura refrigerado por gas para la producción de energía fue propuesto en 1944 por Farrington Daniels , entonces director asociado de la división de química del Laboratorio Metalúrgico de la Universidad de Chicago . Inicialmente, Daniels imaginó un reactor que utilizara un moderador de berilio . El desarrollo de esta propuesta de diseño de alta temperatura continuó en la División de Pilas de Energía de los Laboratorios Clinton (conocidos ahora como Laboratorio Nacional de Oak Ridge ) hasta 1947. [2] El profesor Rudolf Schulten en Alemania también jugó un papel en el desarrollo durante la década de 1950. Peter Fortescue, mientras estaba en General Atomics , fue el líder del equipo responsable del desarrollo inicial del reactor refrigerado por gas de alta temperatura (HTGR), así como del sistema de reactor rápido refrigerado por gas (GCFR). [3]
El reactor de la unidad 1 de Peach Bottom en los Estados Unidos fue el primer reactor de alta temperatura que produjo electricidad, y lo hizo con mucho éxito, ya que funcionó desde 1966 hasta 1974 como demostrador de tecnología. La central generadora Fort St. Vrain fue un ejemplo de este diseño que funcionó como reactor de alta temperatura de 1979 a 1989. Aunque el reactor sufrió algunos problemas que llevaron a su desmantelamiento debido a factores económicos, sirvió como prueba del concepto de reactor de alta temperatura en los Estados Unidos (aunque desde entonces no se han desarrollado allí nuevos reactores de alta temperatura comerciales). [4] [ verificación fallida ]
También han existido HTGR experimentales en el Reino Unido (el reactor Dragon ) y Alemania ( reactor AVR y THTR-300 ), y actualmente existen en Japón (el reactor de prueba de ingeniería de alta temperatura que utiliza combustible prismático con 30 MW th de capacidad) y China (el HTR-10 , un diseño de lecho de guijarros con 10 MW e de generación). Dos HTGR de lecho de guijarros a escala real, los reactores HTR-PM , cada uno con 100 MW de capacidad de producción eléctrica, han entrado en funcionamiento en China a partir de 2021. [5]
El moderador de neutrones es grafito, aunque si el núcleo del reactor está configurado en bloques prismáticos de grafito o en guijarros de grafito depende del diseño del HTGR.
El combustible utilizado en los HTGR son partículas de combustible recubiertas, como las partículas de combustible TRISO [6] [7] [8] [9] . Las partículas de combustible recubiertas tienen núcleos de combustible, generalmente hechos de dióxido de uranio , sin embargo, el carburo de uranio o el oxicarburo de uranio también son posibilidades. El oxicarburo de uranio combina el carburo de uranio con el dióxido de uranio para reducir la estequiometría del oxígeno. Menos oxígeno puede reducir la presión interna en las partículas TRISO causada por la formación de monóxido de carbono, debido a la oxidación de la capa de carbono porosa en la partícula. [10] Las partículas TRISO se dispersan en un guijarro para el diseño del lecho de guijarros o se moldean en compactos/barras que luego se insertan en los bloques de grafito hexagonales. El concepto de combustible QUADRISO [11] concebido en el Laboratorio Nacional de Argonne se ha utilizado para gestionar mejor el exceso de reactividad.
El helio ha sido el refrigerante utilizado en todos los reactores de alta temperatura hasta la fecha. El helio es un gas inerte , por lo que generalmente no reacciona químicamente con ningún material. [12] Además, la exposición del helio a la radiación de neutrones no lo vuelve radiactivo, [13] a diferencia de la mayoría de los otros refrigerantes posibles.
En los diseños prismáticos, las barras de control se insertan en agujeros cortados en los bloques de grafito que forman el núcleo. El VHTR se controlará como los diseños PBMR actuales si utiliza un núcleo de lecho de guijarros; las barras de control se insertarán en el reflector de grafito circundante . El control también se puede lograr agregando guijarros que contengan absorbedores de neutrones .
El diseño aprovecha las características de seguridad inherentes de un núcleo moderado por grafito y refrigerado por helio con optimizaciones de diseño específicas. El grafito tiene una gran inercia térmica y el refrigerante de helio es monofásico, inerte y no tiene efectos de reactividad. El núcleo está compuesto de grafito, tiene una alta capacidad térmica y estabilidad estructural incluso a altas temperaturas. El combustible es uranio-oxicarburo recubierto que permite un alto grado de combustión (que se acerca a los 200 GWd/t) y retiene los productos de fisión. La alta temperatura media de salida del núcleo del VHTR (1.000 °C) permite la producción sin emisiones de calor de proceso de alta calidad . Los reactores están diseñados para 60 años de servicio. [14]
En 2011, se habían construido y puesto en funcionamiento un total de siete reactores HTGR. [15] En 2021/22 se pusieron en funcionamiento otros dos reactores HTGR en el sitio HTR-PM de China .
Además, entre 1969 y 1971, el Laboratorio Nacional de Los Álamos operó el Experimento de Reactor de Temperatura Ultra Alta de 3 MW (UHTREX) para desarrollar la tecnología de reactores refrigerados por gas de alta temperatura. [17] En el UHTREX, a diferencia de los reactores HTGR, el refrigerante de helio entraba en contacto directo con el combustible nuclear, alcanzando temperaturas superiores a los 1300 °C.
El reactor refrigerado por gas de alta temperatura (HTGR) es un concepto de diseño de reactor nuclear refrigerado por gas, moderado con grafito y alimentado con uranio, capaz de producir temperaturas de salida del núcleo muy altas.
{{cite journal}}: Requiere citar revista |journal=( ayuda )Hasta la fecha, se han construido y puesto en funcionamiento siete plantas de HTGR.
Tres de estas plantas, AVR, Peach Bottom y Fort St. Vrain, son plantas generadoras de electricidad reales, y dos, Dragon y UHTREX, son plantas experimentales que se utilizan principalmente para desarrollar la tecnología de reactores refrigerados por gas de alta temperatura.